• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제48권3호
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• pp.131-143
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• 2023

Background: This study examined the detection limit of thyroid screening monitoring conducted at the time of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident in 2011 using a Monte Carlo simulation. Materials and Methods: We calculated the detection limit of a NaI(Tl) survey meter to measure ¹³¹I accumulation in the thyroid gland of children. Mathematical phantoms of 1- and 5-year-old children were developed in the simulation of the Particle and Heavy Ion Transport code System code. Contamination of the body surface with eight radionuclides found after the FDNPP accident was assumed to have been deposited on the neck and shoulder area. Results and Discussion: The detection limit was calculated as a function of ambient dose rate. In the case of 40 Bq/cm² contamination on the body surface of the neck, the present simulations showed that residual thyroid radioactivity corresponding to thyroid dose of 100 mSv can be detected within 21 days after intake at the ambient dose rate of 0.2 µSv/hr and within 11 days in the case of 2.0 µSv/hr. When a time constant of 10 seconds was used at the dose rate of 0.2 µSv/hr, the estimated survey meter output error was 5%. Evaluation of the effect of individual differences in the location of the thyroid gland confirmed that the measured value would decrease by approximately 6% for a height difference of ±1 cm and increase by approximately 65% for a depth of 1 cm. Conclusion: In the event of a nuclear disaster, simple measurements carried out using a NaI(Tl) scintillation survey meter remain effective for assessing ¹³¹I intake. However, it should be noted that the presence of short-half-life radioactive materials on the body surface affects the detection limit.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제26권4호
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• pp.280-285
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• 2015

방사선 치료분야 중 근접치료는 방사성 동위원소를 체내에 직접 삽입하여 병변 세포를 사멸시키는 치료법으로써, 주로 고선량률 치료가 시행되고 있다. 현재 치료계획과 실제 선량 방출범위의 일치성 여부는 Film/Screen 시스템을 통해 확인하고, 확인된 선량분포에 따라 방사선 치료를 시행하고 있다. 선량 분포 확인 시 F/S 시스템을 이용할 경우, Film 현상조건에 따른 신호 왜곡과 반음영에 의한 저분해능으로 인하여 치료계획과의 선량 분포 일치성을 정량적으로 파악하기 힘든 단점이 있다. 본 연구에서는 방사선 근접치료 시 치료계획과 동일한 선량 분포 여부를 확인하는 디지털 검출시스템의 기초 연구를 진행하고자, PIB법을 이용한 $HgI_2$ 반도체 검출센서를 제작하였다. 또한 이를 근접치료선원을 이용해 평가함으로써, QA 시스템으로 이용 가능성을 검증하고자 하였다. 근접치료 범위의 확인을 위하여 SDD의 변화에 대한 신호 수집량을 평가한 결과, 치료 범위 이상의 거리에서는 산란선으로 추정되는 낮은 신호만이 측정되었으므로 치료 계획시와 동일한 치료 범위를 정량적으로 확인할 수 있었다. 또한 동일한 ${\gamma}$-선 조사 조건에 대한 재현성 평가 결과, 변동계수 1.5% 이내인 것을 확인하였다. 이와 같은 결과를 바탕으로, 본 연구에서 제작한 센서는 방사선 근접치료 QA 시스템으로 적용 가능할 것이라 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제27권1호
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• pp.37-49
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• 2002

방사선치료 시 종양에 정확한 양의 방사선을 조사하는 것은 국소 재발을 방지하고 합병증의 빈도를 낮춰 효과적인 치료를 가능하게 하는 중요한 요소이다. 종양에 조사되는 방사선량의 측정을 통해 치료의 정확성을 확인하기 위한 여러 방법들이 시도되고 있으며, 투과선량을 이용한 측정법도 그 중 한 예로 비침습적이며 매 치료 시 측정이 가능한 장점을 가지고 있다. 본 교실에서는 투과선량을 이용한 in vivo 선량측정시스템과 임의의 치료 조건에서 투과선량을 계산하기 위한 알고리즘을 개발하였다. 본 교실에서 개발한 in vivo 선량측정시스템의 단기간 및 장기간의 재현성을 확인하고, 환자의 방사선치료에서의 이용 시 발생할 수 있는 문제점을 파악하고 알고리즘의 정확성을 확인하기 위하여 본 연구를 시행하였다. 2000년 7월 25일부터 8월 14일 사이에 방사선치료를 시행 받은 환자 66명을 대상으로 투과선량의 측정을 시행하였으며, 이 중 골반부위의 방사선 치료를 3회 이상 시행 받은 11명의 환자를 대상으로 측정선량과 예측선량의 비교 분석을 시행하였다. 측정시스템의 재현성의 확인을 위하여 환자의 치료 전 및 치료 중 매시간 기준 조사조건에서 측정치를 확인하였다. 일별 및 일 중 변동은 ${\pm}2%$ 이내로 재현성을 확인할 수 있었다. 본 시스템의 사용 시 별다른 문제점은 없었으나, 2명의 흉부 치료환자에서 투과선이 치료용테이블의 측면 금속을 관통하는 문제가 발생하였다. 골반부위 환자에서는 골반부위의 불균질조직에 의한 영향의 확인을 위하여, CT 및 simulation film을 이용하여 골 조직의 두께를 확인하여 보정 전 및 후의 값을 비교하였다. 전후방 및 후방조사야의 경우 골 조직의 보정을 시행하지 않은 경우 평균오차가 -5.20% 내지 +2.20%이었으며, 보정을 시행한 경우 -0.62%내지 +3.32%로 환자에 따라 정도의 차이는 있으나 골 보정이 필요함을 확인할 순 있었다. 측정치와 예측치 간 오차의 표준편차는 1.19%내지 2.46%로서 재현성이 높음을 확인할 수 있었다. 좌우 측방조사야에서 골 보정을 시행하지 않은 경우 평균오차는 -10.80%내지 +3.46%로서 골 조직의 보정이 필요하지 않은 1인의 환자를 제외하면 모두 음수 값을 지녔고, 보정을 시행한 경우 -0.55% 내지 +3.50%의 평균오차를 지녀 골 보정의 필요성을 확인할 수 있었다. 측정치와 예측치 간 오차의 표준편차는 1.09%내지 6.98%로 전후방조사야의 경우보다 재현성이 낮음을 알 수 있었다. 복와위로 방사선치료를 시행 받은 환자의 경우를 제외하면, 표준편차는 1.09%내지 3.12%로 1례 외에는 2.57% 이내로 재현성이 높음을 확인할 수 있었다. 본 실험을 통하여 in vivo 선량측정시스템의 안전성과 재현성을 확인할 수 있었다. 정확한 예측치를 얻기 위하여 불균질 조직이 조사야에 포함되는 경우 보정이 요구되며, 골반의 경우 골 조직의 보정이 중요한 요인임을 알 수 있었다. 이를 위하여 불균질 조직에 대한 정확한 정보가 요구되며, 이는 CT 영상을 이용하는 것이 크게 도움이 되리라 생각된다.

• 대한방사선치료학회지
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• 제29권1호
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• pp.69-76
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• 2017

목 적: 토모테라피를 이용한 뇌척수조사가 시행된 환자를 대상으로 선량적 비교와 자세 재현성 검증을 통하여 뇌척수 조사 시 토모테라피의 유용성을 확인하고자 하였다. 대상 및 방법: 뇌척수 조사가 시행된 환자 중 토모테라피를 이용한 환자 10명을 대상으로 분석하였다. 모든 환자에 대하여 치료 전 정도 관리를 시행하였고, 매 치료 전 두경부와 치료 후 골반부에서의 Megavoltage Computed Tomography(MVCT)를 촬영하여 자세 재현성을 확인하였다. 또한 체부 측정을 시행하여 두피 선량을 확인하였으며, 토모테라피 치료계획(CT 그룹, CSI-Tomo) 외에 동일 환자를 대상으로 기존 전형적인 뇌척수 조사기법(CC 그룹, CSI-Convention)을 계획하여 선량적 차이를 비교하였다. 결 과: 전뇌에 대한 V107, V95는 CT그룹에서 0 %, 97.2 %, CC 그룹에서는 0.3 %, 95.1 %를 나타내었다. 척수부위에서는 CT그룹에서 0.2 %, 89.6 %, CC그룹에서 18.6 %, 69.9 %로 조사되었다. 정상 장기의 경우 모든 장기에서 CT그룹이 낮은 선량을 유지하였으나, 폐와 신장에서는 낮은 선량이 조사되는 체적이 증가했다. 치료 자세에 대한 검증 결과 치료 후 촬영된 MVCT 영상에서 오차는 X축에서 최대 10.2 mm, Y축에서 -8.9 mm, Z축에서 -11.9 mm을 나타내었다. 두피 선량 측정 결과 처방선량 대비 평균 67.8 %의 선량이 측정되었으며 환자 별 정도 관리 결과는 점선량(<5 %)과 감마 분석(90 %> (r<1 3 %, 3 mm))의 모든 경우에서 만족하였다. 결 론: 토모테라피를 이용한 뇌척수조사는 전신에 낮은 선량이 조사되는 체적이 증가하면서 폐와 같은 장기에서의 위해도는 다소 증가하였으나 기존의 전형적인 치료 방법에 비해 종양부위에 충분한 선량을 주는 반면 주변 정상 장기에 높은 위해를 줄 수 있는 고선량을 낮게 조사하였다. 또한 자세 재현성의 결과 치료계획 시 산정했던 여유체적을 초과하지 않아 비교적 정확한 재현성을 유지하는 한편, 두피 선량 또한 낮게 조사되는 것으로 보아 토모테라피를 이용한 뇌척수 조사는 기존의 전형적인 치료 기법의 한계를 보완할 수 있는 방법으로 유용하리라 사료된다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권4호
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• pp.190-197
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• 2011

고선량률 근접치료에 사용되는 상업용 선원과 치료계획 시스템들은 AAPM TG 43에서 권고하는 점 및 선 선원에 의해 선량분포를 계산한다. 하지만, 근접치료용 선원에 대한 인체 내의 정확한 선량계산을 위해서 3차원 부피의 선원을 고려하는 MC 기반의 선량계산 방법이 필요하다. 본 연구에서는 microSelectron HDR Ir-192 선원을 작은 부분으로 분할하여 계산하는 미소선원 적분법을 이용하여 기하학적 인수를 계산하였다. 또한, 범용 방사선 수송코드인 MCNPX를 사용하여 30 cm 직경의 구형 물 팬텀 내에서 선원의 선량률을 계산하여 비등방성함수와 반경선량함수를 구하였다. 그 결과를 MC 기반 광자 수송코드인 MCPT를 사용하여 계산한 Williamson의 결과와 비교 및 분석하였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법에 따른 기하학적 인수는 $r{\geq}0.5cm$에서는 0.2% 이내에서 일치하였고 r=0.1 cm일 때 1.33%의 차이를 보였다. 본 연구에서 계산된 비등방성함수와 반경선량함수가 Williamson의 계산된 결과의 차이는 비등방성함수의 경우 r=0.25 cm에 서 2.33%의 가장 큰 R-RMSE를 보였고 $r{\geq}0.5cm$에서는 1% 미만의 R-RMSE를 보였다. 반경선량함수의 경우는 r=0.1~14.0 cm에서 0.46%의 R-RMSE를 보였다. 미소선원 적분법과 선 선원 근사법으로 계산한 기하학적 인수는 $r{\geq}0.1cm$에서 잘 일치하지만 3차원의 Ir-192 선원을 적용하여 계산한 미소선원 적분법이 실제 기하학적 인수를 잘 반영할 것으로 생각된다. r=0.25 cm에서 비등방성함수를 제외하고는 MCPT와 MCNPX의 몬테칼로 코드를 이용하여 얻어진 비등방성함수와 반경선량함수는 각각의 몬테칼로 코드에 대한 불확실성 이내에서 잘 일치함을 확인하였다. 따라서 MCNPX 전산모사 결과를 통해 TG-43의 선량 계산식에 사용된 인자를 Williamson 등의 결과와 비교 및 검증함으로써, 추후 다른 종류의 선원에 대해서도 Monte Carlo 기반의 연구가 가능할 것으로 기대된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제13권3호
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• pp.205-214
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• 1995

목적 : C3H 마우스의 섬유육종에 있어서 저산소 분획 및 대사상태에 미치는 Ginkgo biloba extract (GBE)의 영향을 알아보기 위해 본 실험을 시행하였다. 방법 : C3H 마우스의 우측 대퇴부에 이식한 섬유육종이 6mm가 되었을 때 $TCD_50$를 이용하여 저산소 세포 분획을 계산하였다. 방사선은 GBE (100mg/kg) 1회 투여시는 1시간 후에, 2회 투여시는 24시간 간격으로 2회 투여후 1시간 경과후 방사선을 조사하였으며, 산소공급이 충분한 상태와 결찰에 의한 저산소 상태에서 각각 조사하였다. 종양의 대사 상태 변화를 알아보기 위해 GBE 투여 전과 투여 후 1시간에 각각 ^{31}P$ 핵자기 공명 분광분석법을 시행하였다. 결과 : 종양 치료방사선량은 결찰에 의한 저산소 상태시 81.7 (77.7 - 86.0) Gy, 정상 혈류상태시는 69.6 (66.8 - 72.5) Gy 였으며, GBE 1회 투여한 경우에는 67.5 (64.1 - 71.1) Gy, GBE 2회 투여시는 62.2 (59.1 - 65.5) Gy 로서, 2회 투여시 현저히 감소하였다. 이로부터 계산한 저산소 세포 분획은 정상 혈류 상태에서는 $10.6{\%}$, GBE 1회 투여시는 $7.2{\%}$로 다소 감소하였고, GBE 2회 투여시는 $2.7{\%}$로 현저히 감소하였다. ^{31}P$ 핵자기공명분광분석결과 PCr/Pi 비는 대조군 $0.27{\pm}0.04$, GBE 1회 투여시는 $0.40{\pm}0.04$, 2회 투여시는 $0.71{\pm}0.04$로 GBE 2회 투여시 종양의 대사상태가 현저히 호전되었다. 결론 : 이상의 결과를 종합해 볼 때, GBE 의 투여에 의해 혈류량과 산소 및 영양분의 공급이 증가함에 따라, 저산소세포분획이 감소하였고, 종양의 대사 상태가 호전되어, 종양의 방사선에 대한 감수성이 높아졌다고 판단되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.127-135
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• 2003

The primary contributors to the total occupational radiation exposure in operating nuclear power plants are operation and maintenance activities doting refueling outages. The Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) includes a number of design improvements and plans to utilize advanced maintenance methods and robotics to minimize the annual collective dose. The major radiation exposure reduction features implemented in APR1400 are a permanent refueling pool seal, quick opening transfer tube blind flange, improved hydrogen peroxide injection at shutdown, improved permanent steam generator work platforms, and more effective temporary shielding. The estimated average annual occupational radiation exposure for APR1400 based on the reference plant experience and an engineering judgment is determined to be in the order of 0.4 man-Sv, which is well within the design goal of 1 man-Sv. The basis of this average annual occupational radiation exposure estimation is an eighteen (18) month fuel cycle with maintenance performed to steam generators and reactor coolant pumps during refueling outage. The outage duration is assumed to be 28 days. The outage work is to be performed on a 24 hour per day basis, seven (7) days a week with overlapping twelve (12) hour work shifts. The occupational radiation exposure for APR1400 is also determined by an alternate method which consists of estimating radiation exposures expected for the major activities during the refueling outage. The major outage activities that cause the majority of the total radiation exposure during refueling outage such as fuel handling, reactor coolant pump maintenance, steam generator inspection and maintenance, reactor vessel head area maintenance, decontamination, and ICI & instrumentation maintenance activities are evaluated at a task level. The calculated value using this method is in close agreement with the value of 0.4 man-Sv, that has been determined based on the experience aid engineering judgement. Therefore, with the As Low As Reasonably Achievable (ALARA) advanced design features incorporated in the design, APR1400 design is to meet its design goal with sufficient margin, that is, more than a factor of two (2), if operated on art eighteen (18) month fuel cycle.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제34권3호
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• pp.33-39
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• 2023

Purpose: FLASH radiotherapy (RT) using ultra-high dose rate (>40 Gy/s) radiation is being studied worldwide. However, experimental studies such as preclinical studies using small animals are difficult to perform due to the limited availability of irradiation devices and methods for generating a FLASH beam. In this paper, we report the initial dosimetry results of a prototype electron linear accelerator (LINAC)-based irradiation system to perform ultra-high dose rate (UHDR) preclinical experiments. Methods: The present study used the prototype electron LINAC developed by the Research Center of Dongnam Institute of Radiological and Medical Sciences (DIRAMS) in Korea. We investigated the beam current dependence of the depth dose to determine the optimal beam current for preclinical experiments. The dose rate in the UHDR region was measured by film dosimetry. Results: Depth dose measurements showed that the optimal beam current for preclinical experiments was approximately 33 mA, corresponding to a mean energy of 4.4 MeV. Additionally, the average dose rates of 80.4 Gy/s and 162.0 Gy/s at a source-to-phantom surface distance of 30 cm were obtained at pulse repetition frequencies of 100 Hz and 200 Hz, respectively. The dose per pulse and instantaneous dose rate were estimated to be approximately 0.80 Gy and 3.8×10⁵ Gy/s, respectively. Conclusions: Film dosimetry verified the appropriate dose rates to perform FLASH RT preclinical studies using the developed electron-beam irradiator. However, further research on the development of innovative beam monitoring systems and stabilization of the accelerator beam is required.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권1호
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• pp.6-11
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• 2010

Embodying the safety of radioactive waste disposal requires the relevant safety criteria and the corresponding stylized methods to demonstrate its compliance with the criteria. This paper proposes a conceptual model of risk-based safety evaluation for integrating complex potential radiation exposure situations in radioactive waste disposal. For demonstrating compliance with a risk constraint, the approach deals with important exposure scenarios from the viewpoint of the receptor to estimate the resulting risk. For respective exposure situations, it considers the occurrence probabilities of the relevant exposure scenarios as their probability of giving rise to doses to estimate the total risk to a representative person by aggregating the respective risks. In this model, an exposure scenario is simply constructed with three components:radionuclide release, radionuclide migration and environment contamination, and interaction between the contaminated media and the receptor. A set of exposure scenarios and the representative person are established from reasonable combinations of the components, based on a balance of their occurrence probabilities and the consequences. In addition, the probability of an exposure scenario is estimated on the assumption that the initiating external factors influence release mechanisms and transport pathways, and its effect on the interaction between the environment and the receptor may be covered in terms of the representative person. This integrated approach enables a systematic risk assessment for complex exposure situations of radioactive waste disposal and facilitates the evaluation of compliance with risk constraints.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권1호
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• pp.78-84
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• 1997

The specific purpose of this study is to develop the numerical guide for the cost-benefit analysis of ORE ($/person-Sv reduction) to meet the criterion of ALARA in the design stage of the KNGR. In deriving the guide, the risk factor which is defined by the risk to unit collective radiation exposure dose (deaths/person-Sv) and the monetary value of human life ($/death) are required. The risk factor has been estimated from various clinical data accumulated for a number of years and continuously modified. And the monetary value of human life is usually quantified using the human capital approach. In this study, the risk to radiation exposure perceived by a group of people is investigated through an extensive poll survey conducted among university students in order to modify the existing risk factor for radiation exposure. And in evaluating the monetary value of human life, the QOL factor is introduced in order to incorporate the degree of public welfare or quality of life. As a result of study, a value within the range of 151, 000~172, 000 dollars per person-Sv reduction is recommended as the appropriate interim numerical guide for cost-benefit analysis of ORE to meet the criterion of ALARA in the design stage of the KNGR. A poll survey was also conducted in order to see whether the public acceptance cost of nuclear power should be incorporated in developing the guide, and the result of study shooed that such a cost does not need to be considered.